CN101906523B - 核电反应堆压力容器堆芯筒体锻件热处理工艺方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种采用16MND5合金钢的百万千瓦级核电反应堆压力容器堆芯筒体锻件热处理工艺方法，将炉温加热至400～450℃，锻件入炉保温2～5小时；继续对炉加热，升温速度小于等于80℃/小时；当炉温升至670～700℃时使锻件保温4～6小时；以功率升温速度对炉继续加热，加热至870～900℃时，锻件均热后保温6～10小时；将锻件从炉内吊出放入循环水中冷却，每小时供水量大于等于1500吨；将炉温加热至300～350℃后，使锻件入炉保温2～5小时；继续对炉加热，升温速度小于等于60℃/小时；当炉温升至635～665℃时使锻件保温6～10小时；将锻件从热处理炉吊出空冷至室温。本发明能使锻件的最终机械性能达到相关技术规范的要求。

Description

核电反应堆压力容器堆芯筒体锻件热处理工艺方法
技术领域
本发明涉及一种热处理工艺方法，特别是涉及一种采用16MND5合金钢的百万千瓦级核电反应堆压力容器堆芯筒体锻件热处理工艺方法。
背景技术
目前，全球核电已进入了一个高速发展时期，为了改善能源结构各工业发达国家和发展中国家都在积极致力于核电的发展。近年来，电力紧缺已成为制约中国经济持续高速发展的瓶颈，作为节约能源和调整能源结构的重要举措，核电已纳入了国家电力发展规划。我国核电事业的发展已有三十余年的历史，一直以较小规模核电装备研究与试制为主，没有形成成熟的制造技术和生产装备能力。而随着核电技术向大型化发展，对其基础零部件的要求也越来越高。大型先进压水堆核电中的反应堆压力容器(RPV)、蒸汽发生器(SG)等关键设备所需的超大型锻件的制造技术和生产能力成为制约全球核电高速发展的瓶颈。因此，我国正在积极进行百万千瓦级核电锻件的科技攻关。其中，合理的热处理技术是保证超大型核电锻件满足性能要求的关键。
发明内容
本发明要解决的技术问题是提供一种采用16MND5合金钢的百万千瓦级核电反应堆压力容器堆芯筒体锻件热处理工艺方法，使锻件的最终机械性能达到相关技术规范的要求。
为解决上述技术问题，本发明的采用16MND5合金钢的百万千瓦级核电反应堆压力容器堆芯筒体锻件热处理工艺方法包括如下步骤：
第一步，将热处理炉的炉温加热至400～450℃后，使锻件入炉保温2～5小时；
第二步，继续对热处理炉加热，升温速度小于等于80℃/小时；当炉温升至670～700℃时使锻件保温4～6小时；
第三步，以功率升温速度对热处理炉继续加热，当加热至870～900℃，锻件均热后保温6～10小时；
第四步，将锻件吊出热处理炉放入循环水中冷却，每小时供水量大于等于1500吨，水冷时间至少为120分钟；
第五步，将热处理炉的炉温加热至300～350℃后，使锻件入炉保温2～5小时；
第六步，继续对热处理炉加热，升温速度小于等于60℃/小时；当炉温升至635～665℃时使锻件保温6～10小时；
第七步，将锻件从热处理炉吊出，空冷至室温。
根据相关技术规范的要求，采用16MND5合金钢的百万千瓦级核电反应堆压力容器堆芯筒体锻件机械性能如下表1所示；经过本发明的方法热处理后，所述堆芯筒体锻件机械性能完全能够达到要求，从而实现百万千瓦级核电反应堆压力容器堆芯筒体锻件的国产化。
Figure G2009100573591D00021
表1
附图说明
下面结合附图与具体实施方式对本发明作进一步详细的说明：
图1是本发明的热处理工艺方法中淬火工艺过程示意图；
图2是本发明的热处理工艺方法中回火工艺过程示意图；
图3是堆芯筒体锻件热处理时缓冲环的设置示意图。
具体实施方式
16MND5锰镍钼低合金钢是用于核电反应堆压力容器的专用钢种，具有足够的抗拉强度、韧性和可焊接性能。
采用16MND5合金钢的百万千瓦级核电反应堆压力容器堆芯筒体锻件热处理的具体工艺过程如下：
参见图1所示，先进行淬火：
第一步，将热处理炉的炉温加热至400～450℃后，使锻件入炉保温2～5小时。
第二步，继续对热处理炉加热，升温速度小于等于80℃/小时。
第三步，当炉温升至670～700℃时使锻件保温4～6小时。
第四步，以功率升温速度(即以热处理炉最大功率加热升温)对热处理炉继续加热，当加热至870～900℃时，锻件均热后保温6～10小时。是否均热可以按附载在锻件上的热电偶指示温度判断。
第五步，将锻件从热处理炉内吊出放入循环水中冷却，每小时供水量大于等于1500吨，水冷的时间至少为120分钟。
参见图2所示，然后进行回火：
第六步，将热处理炉的炉温加热至300～350℃后，使锻件入炉保温2～5小时；
第七步，继续对热处理炉加热，升温速度小于等于60℃/小时；
第八步，当炉温升至635～665℃时使锻件保温6～10小时；
第九步，将锻件从热处理炉吊出，空冷至室温。
所述保温时允许的最大温度偏差为±15℃。
参见图3所示，锻件1两端设置的缓冲环2在锻件热处理时对试料区起隔热效果。
以上通过具体实施方式对本发明进行了详细的说明，但这些并非构成对本发明的限制。在不脱离本发明原理的情况下，本领域技术人员还可做出许多变形和改进，这些也应视为属于本发明的保护范围。

Claims (2)

1.一种采用16MND5合金钢的百万千瓦级核电反应堆压力容器堆芯筒体锻件热处理工艺方法，其特征在于，包括如下步骤：
第一步，将热处理炉的炉温加热至400～450℃后，使锻件入炉保温2～5小时；
第二步，继续对热处理炉加热，升温速度小于等于80℃/小时；当炉温升至670～700℃时使锻件保温4～6小时；
第三步，以功率升温速度对热处理炉继续加热，当加热至870～900℃，锻件均热后保温6～10小时；所述功率升温速度是指以热处理炉最大功率加热升温；
第四步，将锻件吊出热处理炉放入循环水中冷却，每小时供水量大于等于1500吨，水冷时间至少为120分钟；
第五步，将热处理炉的炉温加热至300～350℃后，使锻件入炉保温2～5小时；
第六步，继续对热处理炉加热，升温速度小于等于60℃/小时；当炉温升至635～665℃时使锻件保温6～10小时；
第七步，将锻件从热处理炉吊出，空冷至室温。
2.根据权利要求1所述的方法，其特征在于：保温时允许的最大温度偏差为±15℃。
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